反應(yīng)堆熱工水力學(xué)——緒論ppt課件

1、反應(yīng)堆熱工水力學(xué) 王建軍主要內(nèi)容和要求 反應(yīng)堆堆型及設(shè)計要點 典型壓水反應(yīng)堆熱源、分布及計算 典型壓水反應(yīng)堆傳熱過程 典型壓水反應(yīng)堆水力特性 穩(wěn)態(tài)熱工分析 堆芯瞬態(tài)熱工分析 熱工分析程序類型及其簡介考核方式 期末采用閉卷考試 日?？记?作業(yè) 課堂表現(xiàn)本節(jié)課主要內(nèi)容 常用反應(yīng)堆堆型介紹 第四代反應(yīng)堆簡介常用反應(yīng)堆堆型介紹 壓水堆壓水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆重水堆Heavy Water Reactor） 氣冷堆氣冷堆(Gas Cooled Reactor) 鈉冷快堆鈉冷快堆(Sodium Coole

2、d Fast Reactor)壓水堆水兼做慢化劑和冷卻劑，冷卻劑在水兼做慢化劑和冷卻劑，冷卻劑在堆芯不沸騰；堆芯不沸騰；采用采用U-235U-235富集度為富集度為3 3-4%-4%的的UO2UO2陶陶瓷燃料；瓷燃料；一、二回路之間相互隔離，二回路一、二回路之間相互隔離，二回路不需要屏蔽；不需要屏蔽；結(jié)構(gòu)緊湊、堆芯體積小、功率密度結(jié)構(gòu)緊湊、堆芯體積小、功率密度大，平均燃耗較深、建設(shè)周期短、大，平均燃耗較深、建設(shè)周期短、基建費用低；基建費用低；一回路壓力一回路壓力15.5MPa15.5MPa、二回路壓力、二回路壓力6 67MPa7MPa；反應(yīng)堆具有自穩(wěn)自調(diào)特性，安全性反應(yīng)堆具有自穩(wěn)自調(diào)特性，安全

3、性較好較好壓水堆的特點壓水堆反應(yīng)堆內(nèi)部結(jié)構(gòu) 反應(yīng)堆堆芯：反應(yīng)堆的核心部件，包括燃料組件、控制棒組件、堆芯相關(guān)組件等； 堆內(nèi)構(gòu)件：堆芯下部支撐構(gòu)件、堆芯上部支撐構(gòu)件； 反應(yīng)堆壓力容器：容器及密封結(jié)構(gòu)； 控制棒驅(qū)動機構(gòu)：壓力外殼、操作線圈、銷爪組件、驅(qū)動桿、單棒位置指示線圈等；棒狀燃料組件 燃料元件棒：由燃料芯塊、燃料包殼、壓緊彈簧、上下端塞等主要部件組成； 定位格架：支撐燃料元件，確保燃料元件徑向定位，加強元件棒剛性的彈性構(gòu)件，具備改善流動功能； 上、下管座：連接構(gòu)件； 控制棒導(dǎo)向管：為控制棒插入與提出提供導(dǎo)向通道；穩(wěn)壓器結(jié)構(gòu) 噴淋系統(tǒng)：位于穩(wěn)壓器頂部，包括主噴淋和輔助噴淋，用于減緩系統(tǒng)熱沖擊、

4、水溫均勻及化學(xué)濃度、降低系統(tǒng)壓力； 電加熱器：直接浸沒的直套管式電加熱器，用于升高壓力； 安全閥組：安裝于穩(wěn)壓器頂部，由保護閥與隔離閥組成； 測量儀表：主要用于水位檢測與顯示；反應(yīng)堆冷卻劑泵 水力機械部分：泵體、熱屏組件、泵軸承、軸封水； 軸封組件：由三道串聯(lián)的軸封組成，位于泵軸的末端，保證正常運行期間從冷卻劑系統(tǒng)沿泵軸向安全殼的泄漏量基本為零； 電動機部分：惰性飛輪、防逆轉(zhuǎn)裝置、止推軸承的徑向軸承、油提升系統(tǒng)； 支撐系統(tǒng)和相關(guān)儀表；蒸汽發(fā)生器 主要部件：蒸發(fā)段和汽水分離段； 換熱器類型：間壁式換熱器，一回路具有放射性，管板與U形管屬于冷卻劑壓力邊界； 排污與給水：防止各種雜質(zhì)高度濃縮以及一回

5、路向二回路泄漏，確保正常工況與特殊工況的給水要求； 水位控制及相關(guān)測量：水位測量及調(diào)整、給水流量、蒸汽流量、蒸汽壓力等信號測量；壓水堆所用材料 壓力殼Mn-Mo-Ni低合金碳鋼； 燃料二氧化鈾； 包殼鋯-4合金Zr-4）； 控制棒銀-銦-鎘合金/316，304不銹鋼Ag-In-Cd/SS）； 長期反應(yīng)性控制用硼酸； 傳熱管600，690，800合金；常用反應(yīng)堆堆型介紹 壓水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆Heavy Water Reactor） 氣冷堆(Gas Cooled Reactor) 鈉冷快堆(Sod

6、ium Cooled Fast Reactor)沸水堆沸水堆的特點l沸水堆以沸騰輕水為慢化劑和冷沸水堆以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑，在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接卻劑，在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽；產(chǎn)生飽和蒸汽；l沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費用低和負(fù)荷跟隨能力強等優(yōu)點，費用低和負(fù)荷跟隨能力強等優(yōu)點，使用低富集鈾作燃料；使用低富集鈾作燃料；l不需要蒸汽發(fā)生器，運行參數(shù)較不需要蒸汽發(fā)生器，運行參數(shù)較壓水堆低；壓水堆低；l具有很強的自然循環(huán)能力，一般具有很強的自然循環(huán)能力，一般可達(dá)可達(dá)40-50%FP40-50%FP，

7、甚至，甚至100%FP100%FP。沸水堆核電站原理流程沸水堆核電站原理流程沸水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)沸水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)沸水堆所用基本材料壓力殼pressure vessel）(Mn-Mo-Ni)低合金碳鋼low alloy carbon steel）燃料fuel）二氧化鈾uranium dioxide UO2）包殼cladding）鋯-2合金zircaloy-2）控制棒碳化硼/304不銹鋼B4C /304SS）慢化劑，冷卻劑輕水H2O）一回路水管304不銹鋼蒸汽回路304，316不銹鋼汽輪機鉻-鉬鋼常用反應(yīng)堆堆型介紹 壓水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆(Boiling Wa

8、ter Reactor) 重水堆Heavy Water Reactor） 氣冷堆(Gas Cooled Reactor) 鈉冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)重水堆的特點l采用重水作慢化劑，可以直接采用重水作慢化劑，可以直接利用天然鈾作為核燃料；利用天然鈾作為核燃料；l可用輕水或重水作冷卻劑；可用輕水或重水作冷卻劑；l分壓力容器式和壓力管式兩類；分壓力容器式和壓力管式兩類；l代表性重水堆核電廠代表性重水堆核電廠: :lCANDU(CANadian Deuterium CANDU(CANadian Deuterium Uranium Reactor)Uranium R

9、eactor)lACR-1000(Advanced CANDU ACR-1000(Advanced CANDU Reactor)Reactor)秦山三期核電站年發(fā)電近100億千瓦時 CANDU 系統(tǒng)簡圖系統(tǒng)簡圖CANDU核島系統(tǒng)核島系統(tǒng)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)示意圖核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)示意圖重水堆所用材料壓力管容納冷卻劑）鋯鈮合金Zr-2.5Nb）排管容器容納慢化劑）奧氏體不銹鋼排管容器管子鋯-2合金退火）燃料天然豐度的二氧化鈾natural uranium）包殼鋯-4合金，內(nèi)壁涂有石墨層慢化劑和冷卻劑重水D2O）端屏蔽奧氏體不銹鋼嵌入環(huán)、屏蔽板、冷卻水管碳鋼中子吸收體鎘棒液體注射停堆組件硝酸釓調(diào)節(jié)棒加水不銹

10、鋼管常用反應(yīng)堆堆型介紹 壓水堆壓水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆沸水堆(Boiling Water Reactor) 重水堆重水堆Heavy Water Reactor） 氣冷堆氣冷堆(Gas Cooled Reactor) 鈉冷快堆鈉冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)高溫氣冷堆的特點采用石墨作慢化劑，氣體作冷卻劑；采用石墨作慢化劑，氣體作冷卻劑；高溫氣冷堆具有效率高、安全性好等突高溫氣冷堆具有效率高、安全性好等突出優(yōu)點，由于采用了密度和比熱很小的出優(yōu)點，由于采用了密度和比熱很小的氣體作為工質(zhì)，所以功率密度較小，堆氣體作為工質(zhì)，所以

11、功率密度較小，堆芯體積較大；芯體積較大；這種堆型對管路材料的耐高溫性和密封這種堆型對管路材料的耐高溫性和密封性都提出了很高的要求，目前對氣體工性都提出了很高的要求，目前對氣體工質(zhì)的熱工性質(zhì)也需要進一步研究。質(zhì)的熱工性質(zhì)也需要進一步研究。 早期的氣冷堆：石墨為慢化劑，早期的氣冷堆：石墨為慢化劑，CO2氣體為冷卻劑，氣體為冷卻劑，金屬天然鈾為燃料，鎂諾克斯合金為燃料棒包殼材金屬天然鈾為燃料，鎂諾克斯合金為燃料棒包殼材料，料，1956年英國建成年英國建成50MWe氣冷堆電站并商用化，氣冷堆電站并商用化，70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等國建造年代初期，在英、法、意、日和西班牙等國建造36座，總

12、裝機容量達(dá)到座，總裝機容量達(dá)到8.2 GW電）；電）； 改進型氣冷堆：包殼材料改為不銹鋼，采用改進型氣冷堆：包殼材料改為不銹鋼，采用2濃濃縮鈾，縮鈾，1963年英國建造年英國建造32MWe原型堆，原型堆，1976-1988年，運行的年，運行的AGR共有共有14座，座，8.9GW，由于受，由于受到到CO2與不銹鋼元件包殼材料化學(xué)相容性的限制與不銹鋼元件包殼材料化學(xué)相容性的限制(690 )，使出口溫度難以進一步提高，再加上功，使出口溫度難以進一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的限制，使其仍難以和壓水堆在率密度低、燃耗低的限制，使其仍難以和壓水堆在經(jīng)濟上競爭；經(jīng)濟上競爭； 高溫氣冷堆：采用高溫氣冷堆

13、：采用90以上的濃縮鈾，全陶瓷燃料以上的濃縮鈾，全陶瓷燃料元件及堆芯，采用元件及堆芯，采用He作為冷卻劑，溫度可提高到作為冷卻劑，溫度可提高到7501200，發(fā)電效率提高，同時可以為煉鋼、，發(fā)電效率提高，同時可以為煉鋼、煤的氣化、核能制氫等工藝提供高溫?zé)嵩?；煤的氣化、核能制氫等工藝提供高溫?zé)嵩矗粴饫涠寻l(fā)展階段氣冷堆發(fā)展階段清華大學(xué)清華大學(xué)10MW高溫氣冷實驗堆高溫氣冷實驗堆(HTR-10)清華大學(xué)清華大學(xué)HTR-10山東省示范工程山東省示范工程高溫氣冷堆燃料常用反應(yīng)堆堆型介紹 壓水堆壓水堆(Pressurized Water Reactor) 沸水堆沸水堆(Boiling Water Reac

14、tor) 重水堆重水堆Heavy Water Reactor） 氣冷堆氣冷堆(Gas Cooled Reactor) 鈉冷快堆鈉冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor)鈉冷快堆實現(xiàn)核燃料增殖，可使鈾-238-238轉(zhuǎn)變?yōu)轭? -239239；核燃料裂變主要由100keV100keV以上的快中子引起，堆內(nèi)不需要慢化劑，堆芯有害吸收減少，轉(zhuǎn)換比增大；使用傳熱能力強而慢化能力小的鈉為冷卻劑；可以在很高的溫度下，在較小的溫差情況下可以在很高的溫度下，在較小的溫差情況下移走大量的熱能、可以達(dá)到較高的比功率，移走大量的熱能、可以達(dá)到較高的比功率，由于熱鈉的熱導(dǎo)好，熱點因子也會減小，活

15、由于熱鈉的熱導(dǎo)好，熱點因子也會減小，活性區(qū)內(nèi)溫度變化隨之降低，即使在熱沖擊情性區(qū)內(nèi)溫度變化隨之降低，即使在熱沖擊情況下，結(jié)構(gòu)變形的幾率也非常小；況下，結(jié)構(gòu)變形的幾率也非常?。黄淙埸c僅為其熔點僅為97.897.8，沸點高達(dá)，沸點高達(dá)882.9882.9，可，可采用比較低的系統(tǒng)壓力就可以得到高的反應(yīng)采用比較低的系統(tǒng)壓力就可以得到高的反應(yīng)堆堆芯出口溫度，從而獲得較高的動力循環(huán)堆堆芯出口溫度，從而獲得較高的動力循環(huán)效率，也就降低了發(fā)電成本；效率，也就降低了發(fā)電成本；在液態(tài)鈉流道內(nèi)的熱阻不是集中在層流底層在液態(tài)鈉流道內(nèi)的熱阻不是集中在層流底層或緩沖層內(nèi)，而是比較均勻的分布在整個截或緩沖層內(nèi)，而是比較均勻

16、的分布在整個截面上，流道形狀對傳熱影響大，入口效應(yīng)增面上，流道形狀對傳熱影響大，入口效應(yīng)增大；大；鈉冷快堆特點鈉冷堆主要結(jié)構(gòu)型式鈉冷快中子增殖堆所用材料燃料混合氧化鈾钚钚含量2030%）包殼奧氏體不銹鋼316SS或316Ti）元件盒馬氏體-鐵素體鋼或奧氏體不銹鋼控制棒碳化硼B(yǎng)4C）/300系列不銹鋼傳熱管800合金或316SS及304 SS 容器材料316SS及304 SS快堆核電站流程Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)CharacteristicsSodium coolant550C Outlet Temp150 to 500 MWeMetal fuel wit

17、h pyroprocessing , orMOX fuel with advanced aqueous processingBenefitsWaste minimization and efficient use of uranium resourcesU.S. Product Team Leader: Dr. Jordi Roglans (ANL)SFR Reference ParametersReactor Param eters Reference Value Outlet Tem perature 530-550 oC Pressure 1 Atm ospheres Rating 10

18、00-5000 M W th Fuel Oxide or m etal alloy Cladding Ferritic or ODS ferritic Average Burnup 150-200 GW D/M THM Conversion Ratio 0.5-1.30 Average Pow er Density 350 M W th/m3 Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)CharacteristicsPb or Pb/Bi coolant550C to 800C outlet temperature120400 MWe1530 year core lifeCar

19、tridge core for regional fuel processingBenefitsProliferation resistance of long-life cartridge coreDistributed electricity generationHydrogen productionHigh degree of passive safetyU.S. Product Team Leader: Dr. Todd Allen (ANL)LFR Reference ParametersReference Value Reactor Parameters Pb-Bi Battery

20、 (nearer-term) Pb-Bi Module (nearer-term) Pb Large (nearer-term) Pb Battery (far-term) Coolant Pb-Bi Pb-Bi Pb Pb Outlet Temperature (C) 550 550 550 750800 Pressure (Atmospheres) 1 1 1 1 Rating (MWth) 125400 1000 3600 400 Fuel Metal Alloy or Nitride Metal Alloy Nitride Nitride Cladding Ferritic Ferri

21、tic Ferritic Ceramic coatings or refractory alloys Average Burnup (GWD/MTHM) 100 100150 100150 100 Conversion Ratio 1.0 ?1.0 1.01.02 1.0 Lattice Open Open Mixed Open Primary Flow Natural Forced Forced Natural Pin Linear Heat Rate Derated Nominal Nominal Derated Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)Character

22、isticsHelium coolant850C outlet temperatureDirect gas-turbine cycle 600 MWth/288 MWeBenefitsWaste minimization and efficient use of uranium resourcesU.S. Product Team Leader: Dr. Kevan Weaver (INEEL)GFR Reference ParametersReactor Parameters Reference Value Reactor power 600 MWth Net plant efficienc

23、y (direct cycle helium) 48% Coolant inlet/outlet temperature and pressure 490C/850C at 90 bar Average power density 100 MWth/m3 Reference fuel compound UPuC/SiC (70/30%) with about 20% Pu content Volume fraction, Fuel/Gas/SiC 50/40/10% Conversion ratio Self-sufficient Burnup, Damage 5% FIMA; 60 dpa

24、Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)CharacteristicsWater coolant at supercritical conditions550C outlet temperature1700 MWeSimplified balance of plantBenefitsEfficiency near 45% with excellent economicsU.S. Product Team Leader: Dr. Jacopo Buongiorno (INEEL)SCWR Reference ParametersReactor Param

25、eters Reference Value Plant capital cost $900/KW Unit power and neutron spectrum 1700 MWe, thermal spectrum Net efficiency 44% Coolant inlet and outlet temperatures and pressure 280C / 510C / 25 MPa Average power density 100 MWth/m3 Reference fuel UO2 with austenitic or ferritic-martensitic stainles

26、s steel, or Ni-alloy cladding Fuel structural materials cladding structural materials Advanced high-strength metal alloys are needed Burnup / Damage 45 GWD/MTHM; 1030 dpa Safety approach Similar to ALWRs Very-High-Temperature Reactor (VHTR)CharacteristicsHelium coolant1000C outlet temperatureWater-cracking cycleBenefitsHydrogen productionHigh degree of passive safetyHigh thermal efficiencyProcess heat applicationsU.S. Product Team Leader: Dr. Finis Southworth (INEEL)VHTR Reference ParametersReactor Parameters Reference Value Reactor power 600 MWth Coolant inlet/outlet temperat